能源局23日宣布，全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发，拟对多种特殊情况下核电站存在的安全问题展开安全分析研究，以形成安全评估报告，并提出改进意见。
据国家能源局原局长张国宝介绍，中国有14个核电站正在运行，27个核电站正在建设，选择发展核电是不可避免的大趋势。此次，能源局全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发，分析人士指出，有利于促进核电安全性提高，为核电新项目审批奠定基础。
核电站应对超设计基准事故安全技术研发，主要分为核电厂抗震能力提升及超设计基准地震裕量分析研究、核电站严重事故预防与缓解的研究和实验验证项目、“非能动应急电源（高容量蓄能系统）与高位冷却水源系统研发”项目等多个项目。
上述项目主要针对多种“意外”事故进行安全技术研发，例如针对地震时核电厂确保安全停堆、余热排出以及乏燃料储存安全有关的系统、设备、结构开展抗震能力研究，并对超设计基准地震进行裕量分析评估，研究核电厂抗震的薄弱环节，以便通过设计改进，提升核电厂的抗震能力，以及针对类似日本福岛核事故中乏燃料贮存设施所暴露的安全问题，开展严重事故预防与缓解措施的研究与试验验证，从严重事故预防、缓解以及应急等方面减轻事故影响，降低核电对环境可能造成的危害等。
受日本福岛核事故影响，国内暂停了新核电项目的审批，同时在建核电项目暂缓。目前，核电新项目的审批尚未放开，但在建核电项目已开建，核电投资也未停止。据能源局公布的3月用电量数据显示，一季度核电投资达171亿元，而1-2月的投资额为105亿元，也就是说仅3月份，核电投资就增加了66亿元。
同日，中核集团公布了旗下海南昌江核电的最新进展。该电站1号机组反应堆压力容器完成6只接管的焊接工作，提前中国核电考核节点9天，也为我国核电的发展释放了一个积极的信号。
全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发项目
一、“非能动应急电源（高容量蓄能系统）与高位冷却水源系统研发”项目
针对核电站在超设计基准事故引发丧失电源和冷却水源的情况下，研发在核电厂现有设计中增加后备应急电源和高位冷却水源的方案，实现严重事故的预防和缓解。项目分“核电厂应急高容量蓄电池蓄能系统研发”和“核电厂非能动应急高位冷却水源系统研发”两个子课题：
1.核电厂应急高容量蓄电池蓄能系统研发
该课题目标是：用高容量蓄电池蓄能系统作为核电站应急电源系统的后备应急电源，在核电站发生严重事故与极端自然灾害，导致失去所有应急电源（包括柴油机）后，作为后备应急电源，完成电厂安全供电功能。主要研发内容是：建设一座4MWh高容量蓄能系统示范工程，具备取代LLS（水压试验泵汽轮发电机）系统和驱动一台ASG（辅助给水系统）电动泵运行的能力。技术方案是：新建蓄能系统包括“固定式蓄能系统”和“移动式蓄能系统”，将该系统做为核电站现有应急电源LLS系统的后备电源，一方面通过LLS系统给（9RIS011PO）主泵轴封注水泵和主控室应急照明（E360CR）供电，维持一回路完整性和提供主控室重要监控仪表工作电源；另一方面通过接入应急电源系，给一台电动辅助给水泵（ASG）供电。
2.核电站非能动应急高位冷却水源系统研发
该课题目标是：增加应急冷却水源储水和输水装置，在核电站事故工况下，通过电站专设安全系统上增设的预留接口，将外部冷却水源引入电站相应安全系统，确保堆芯和乏燃料冷却。主要研发内容是：在现场60米高地上增加应急冷却水源储水和输水装置，实现辅助给水储存箱、换料水箱和乏燃料水池的非能动重力补水。该装置不仅满足防水淹的要求，同时针对不同厂址分别按0.3g和0.2g的抗震要求制定设计方案; 对于平原地带核电站，拟考虑气体覆盖的方式实现增压供水。其技术方案是：在该系统增加移动泵和后备水源，实现通过ASG系统为蒸发器注水并通过二回路排出堆芯余热；实现通过RIS（安注系统）安注管线为一回路注入冷却水，避免高压熔堆和压力壳失效，通过安全壳喷淋管线为安全壳喷淋，通过为PTR系统给乏燃料池注入冷却水，确保乏燃料冷却。
二、核电站严重事故预防与缓解的研究和实验验证项目
针对类似日本福岛核事故中乏燃料贮存设施所暴露的安全问题，开展严重事故预防与缓解措施的研究与试验验证，从严重事故预防、缓解以及应急等方面减轻事故影响，降低核电对环境可能造成的危害。项目分“核电厂乏燃料贮存设施的安全研究”、“严重事故预防与缓解措施研究”和“电厂损伤状态评价程序以及核应急体系响应能力评估方法研究”三个子课题。
1.核电厂乏燃料贮存设施的安全研究
该课题主要是：确定导致燃料元件损坏的主要事故序列及向环境释放的源项，找出核电厂乏燃料贮存设施的薄弱环节并提出改进建议，将研究成果应用于核电厂，并开发相应的严重事故管理导则。研发内容包括：调研国内外与乏燃料贮存设施的安全分析相关的标准、论文、研究报告等资料，开展乏燃料贮存设施的安全分析，始发事件分析、数据整理收集和部分热工水力计算、开展外部事件的概率安全分析等。技术方案是：采用事件树/故障树的分析方法和Risk Spectrum计算程序进行概率安全评价，开展核电厂乏燃料贮存设施的安全研究工作。
2.严重事故预防与缓解措施的研究与试验验证
该课题主要是：评价当前电厂缓解严重事故的能力；提出严重事故管理所需系统、设备及相关仪表的技术要求；开发并试验验证堆腔注水系统、非能动安全壳冷却、非能动二次侧冷却系统；开发完备的严重事故管理导则。研发内容包括：对国外已发生过的严重事故进行调研和后果分析；开展概率论和确定论分析，提出严重事故管理所需系统、设备及相关仪表的技术要求；对可能用于严重事故预防与缓解的措施进行理论分析和验证研究；开发上述措施的严重事故管理导则。技术方案是：调研国际上严重事故有关研究，评价国内当前电厂应对严重事故的能力；筛选严重事故所需系统，通过概率论和确定论分析，提出技术要求；结合ACP1000项目，进行反应堆堆腔注水系统、非能动安全壳冷却系统、非能动二次侧冷却系统的研究工作。
3.电厂损伤状态评价程序以及核应急体系响应能力评估方法研究
该课题主要是：提出电厂损伤评价方法，开发电厂损伤评价程序。研究并提出核应急体系响应能力评估的方法，建立核应急响应能力评估指标体系，并对我国核应急体系能力开展实际的案例评估分析，验证该方法的科学性和有效性。研究内容包括：调研国内外堆芯损伤评价方法以及国内外用于评价电厂严重事故缓解系统状态的评价方法；改进国内现有堆芯损伤评价程序；研究并提出核应急体系能力评估的方法，对我国核应急体系能力开展实际的评估分析，验证该方法的有效性。技术方案是：调研现有电厂损伤评价方法，并对比分析电厂监测参数与电厂系统正常运行时的电厂参数，评价堆芯损伤和系统可用性。分析我国应急相关法律法规和技术标准，结合国情，提出应急响应能力评估方法与指标体系，选择代表性对象，进行案例分析。
三、核电厂抗震能力提升及超设计基准地震裕量分析研究
针对地震时核电厂确保安全停堆、余热排出以及乏燃料储存安全有关的系统、设备、结构开展抗震能力研究，并对超设计基准地震进行裕量分析评估，研究核电厂抗震的薄弱环节，以便通过设计改进，提升核电厂的抗震能力。
研究内容包括：对在役和在建核电厂，评估其现有抗震能力，研究以局部设计改进提升抗震能力至0.25g的可能性和措施；研究全面设计改进二代加核电措施，用确定论方法将核电厂设计基准地震提升至0.3g，达到三代核电机组AP1000的设计水平；对薄弱系统提出应对措施，提升核电厂的抗震能力。技术方案是：用确定论的方法评估CPR1000核电厂现有抗震能力，进行设计改进、提升抗震能力，最后采用地震裕量分析方法分析超设计基准地震下核电厂的抗震裕度，并提出改进措施。
四、“核电厂超设计基准外部水淹及乏燃料熔化事故研究和应对措施”项目
针对核电站超设计基准外部水淹和乏燃料熔化两个严重事故工况，开展安全分析研究，形成安全评价报告，并提出改进措施和建议。项目分“核电厂防超设计基准外部水淹能力评估”和“乏燃料水池安全性分析与改进建议”两个子课题：
1.核电厂防超设计基准外部水淹能力评估
该课题目标是：针对典型厂址和具体案例，确定主要水淹源，掌握外部水淹概率安全分析的方法，并在资料调研基础上评价外部水淹的频率和严重程度。主要研发内容是：研究外部水淹安全分析、核电厂防外部水淹能力的评价方法、研究核电厂放外部水淹相关的设施设计标准。技术方案是：结合典型的核电厂厂址，通过外部事件的识别和筛选，确定主要的外部水淹源，而后进行外部水淹概率安全分析方法和核电厂放外部水淹能力评价方法的调研，在此基础上，结合国内外设计标准调研，提出相关设施设计标准。
2.乏燃料水池安全性分析与改进建议
该课题目标是：评价乏燃料水池中的放射性向环境释放的风险，识别核电厂乏燃料水池的薄弱环节，针对目前的核电厂设计提出相应的改进建议。主要研发内容是：广泛调研乏燃料贮存设施的安全评价标准、导则等，对国内运行和在建核电厂乏燃料贮存设施进行安全研究，确定导致燃料元件损坏的主要事故序列，识别乏燃料贮存设施的薄弱环节，提出相应的改进建议。技术方案是：在广泛调研的基础上，参考已完成的乏燃料贮存设施的确定论和概率论安全分析方法和主要外部灾害（地震灾害等）的概率安全分析方法，完成乏燃料贮存设施的安全分析，并结合国际上乏燃料贮存设施安全分析的研究成果，归纳提高乏燃料水池安全性的措施和建议。
五、“非能动安全壳热量导出系统和二次侧非能动余热排出系统研发”项目
针对严重事故工况下反应堆余热排出这一重要事故缓解措施，研发非能动安全壳热量导出系统和二次侧非能动余热排出系统。项目分“非能动安全壳热量导出系统研发”和“二次侧非能动余热排出系统研发”两个子课题：
1.非能动安全壳热量导出系统研发
该课题目标是：掌握非能动安全壳热量导出系统设计及试验技术，评价非能动安全壳热量导出系统的可行性和有效性，获得合理的非能动安全壳热量导出系统配置方案。主要研发内容包括：非能动安全壳热量导出系统总体方案研究、实验装置设计与研究方案研究、非能动安全壳热量导出系统实验装置建造、非能动安全壳热量导出系统稳态和瞬态实验。技术方案是：通过开展系统管道内冷却水流动传热特性实验和热工水力数值模拟分析，改进系统的排热能力，保证稳定自然循环的建立。对最终设计结果，开展系统工程验证实验，评价系统对策的可行性和有效性。
2.二次侧非能动余热排出系统研发
该课题目标是：突破二次侧非能动余热排出系统设计和试验关键技术，掌握系统阻力、系统压力、系统布置、设备容量和性能等参数对系统稳态和瞬态运行特性的影响，获得合理的非能动余热排出系统配置方案。主要研发内容包括：二次侧非能动余热排出系统总体方案与功能布置研究、关键部件设计研究，以及二次侧非能动余热排出系统实验装置的设计研究、安装、调试、实验。技术方案是：对事故冷却水箱、应急余热排出冷却器、应急补水箱等关键设备的设计研究与性能优化；利用RELAP5/MOD3程序模拟研究二次侧非能动余热排出系统的排热能力；开展二次侧非能动余热排出系统流动和传热特性实验研究以及启动方式实验，模拟事故后的衰变热变化情况，研究系统及参数的运行特性。
六、“严重事故应急救援用机器人研制”项目
该项目在核电站严重事故应急相关技术研究的基础上，针对事故发生的不同情况研制应急救援所需设备及机器人，实现在核电站严重事故工况下能够及时利用应急设备采取应急措施，防止核电站事故进一步升级恶化，尽可能降低严重事故对公众安全的不良影响。该项目分为“严重事故核应急设备研制”、“严重事故救灾机器人研制”和“严重事故条件下设备鉴定技术研究”三个子课题。
1.严重事故核应急设备研制
该课题通过对核电站用移动式应急电源和移动式安全壳降温降压装置关键技术和接口要求等的研究，掌握系统集成设计和机组集成配套等核心技术，并完成样机的研发，实现核电站在失去厂内外电源的严重事故情况下确保核安全保障系统能投入使用，确保反应堆及安全壳的完整性，从而保障公众安全。
2.严重事故救灾机器人研制
该课题针对核事故后应急的特殊应用，研究攻克核电站机器人的高耐辐射技术、复杂环境适应技术、高功率驱动技术、超远程遥控技术、高辐射环境下的信号采集、处理和传输等关键技术，研制辐射环境侦察机器人、应急通道路障清除机器人和现场应急操作及维修机器人样机，实现核电站机器人在严重事故下代替工作人员进行辐射环境下的应急抢险作用。
3.核电厂严重事故条件下设备鉴定技术研究
该课题通过对严重事故条件下核电站对安全系统状态监视功能和救灾需求的研究，以及对严重事故条件下核电站相关环境参数的研究，确定所需要的监视设备的功能和工作期限，并通过对严重事故模拟鉴定技术和试验设备的研究，确定设备鉴定的事故模拟方法，为鉴定严重事故下监测设备可用性提供技术保障。
七、“多重外部灾害叠加情况下危害分析及应对措施研究（大亚湾厂址）”项目
该项目研发目标是：通过对核电厂多重外部灾害叠加情况下的风险进行全面的分析和评价，找出核电厂在应对多重外部灾害方面存在的薄弱环节，研究、制定和实施有针对性的改进措施，全面提升我国在运、在建、新建核电厂的安全水平。该项目研发内容是：分别将大亚湾核电厂址和秦山核电厂址作为参考厂址，全面梳理和识别两个厂址可能存在的外部灾害，如地震、海啸、强降雨、台风等，分析、研究这些外部灾害可能的叠加情况或可能引发的次生灾害（如火灾、水淹），评估这些外部灾害叠加和次生灾害导致的堆芯损坏风险；分析堆芯物理熔化过程及安全壳可能失效情景，研究放射性物质在压力容器内、安全壳内和环境中的释放和迁移过程，评估堆芯损坏后向环境的放射性释放风险；结合厂址人口分布、气象条件等环境因素，评估对公众健康的影响和周边环境的影响等放射性释放的后果；建立大亚湾核电厂多重外部灾害叠加情况下的概率安全评价（PSA）模型，全面评估核电厂应对这些风险所存在的薄弱环节，提出降低堆芯损坏风险和放射性释放风险的应对措施和设计改进。
八、“严重事故仿真平台与氢气控制装置研发”项目
该项目通过自主研发严重事故仿真平台与事故源项分析平台、集成全范围严重事故仿真样机、安全高效氢复合器与在线连续氢气浓度监测仪表样机，实现严重事故处置关键设备的设计自主化与制造国产化，完善严重事故管理导则的编制，增强应急控制中心应对严重事故的技术手段，加强放射性源项在环境扩散的分析评估和应急响应方案制定能力，完善严重事故下安全壳及厂房氢气控制技术，从事故管理和设备能力等方面提高我国核电厂严重事故应对能力和安全水平。该项目分为“核电厂全范围严重事故仿真平台研发”、“放射性释放源项评估方法研究”和“核电厂氢气控制装置研发”三个子课题。
1.核电厂全范围严重事故仿真平台研发
该课题目标是：研制国内百万千瓦级压水堆核电机组全范围严重事故仿真系统样机，满足运行核电厂、研究设计单位在严重事故应对培训、事故缓解研究、验证等方面需求，具有严重事故应对操纵培训、严重事故规程验证、事故分析、应急演练及决策支持等作用。主要研发内容包括：在核电厂全范围实时仿真系统中嵌入国际公认的通用严重事故分析程序，研究解决严重事故仿真建模关键技术、一体化仿真管理技术、实时数据管理技术等难点，建立百万千瓦级压水堆核电厂全范围严重事故仿真模型、人机界面、数字化严重事故处理规程，实现对严重事故的模拟和分析，并且可对风险进行分析评估。技术方案是：全范围严重事故仿真系统包括核电机组重要设备和工艺系统仿真模型(设计基准)、严重事故下机组过程仿真模型、DCS控制逻辑系统和第三方仪控系统仿真、以及控制室人机界面仿真等。
2.放射性释放源项评估方法研究
该课题目标是：提出我国核电站事故的放射性释放源项估计方法，建立分析平台，并完成与我国典型核电机组类型的集成、接口和比对分析。主要研发内容包括：调研国内外事故工况下安全壳内源项估计的方法以及基于实测数据进行事故源项估计的方法，并进行剖析消化；研究基于工况估计核事故源项的改进方法以及根据监测剂量估计核事故源项的技术，开展模拟特定核电站厂址放射性物质传输实验的研究，研究开发兼顾应急所需的时效性和准确性的核电站事故放射性释放源项估计方法，并设计以该方法为内核的软件平台。技术方案是：研究RTM基于工况估计核事故源项方法中事故工况分类在国内电站中的适用性，并结合所建立的工况分类，研究RTM事故工况情景的精细划分方法。研究物理模型计算结果与RTM中经验数据的一致性和相关性；研究以动态物理模型计算结果细化经验估计结果，将定量计算与经验估计结合的方法，研究建立动态源项估计的半经验方法。另外，在源项估计中加入电厂内外的γ剂量率仪和环境地面污染与气溶胶监测设备的数据，研究基于实测数据的动态源项估计方法。
3.核电厂氢气控制装置研发
该课题目标是：研发具有自主知识产权的高效、安全氢复合器与在线、连续氢气浓度监测仪表样机，完善严重事故下安全壳及厂房氢气控制技术，从设备能力方面提高我国核电厂严重事故应对能力和安全水平。主要研发内容包括：催化剂板复合性能与点火行为实验研究；安全壳及厂房氢气控制技术研究等。技术方案是：通过分离效果实验考察氢复合器催化板单元的复合能力、温度响应、点火行为、抗气溶胶污染性能，考察催化板外壳的散热能力、自适应控制进气流量设计、出口排放管道的烟囱效应，在满足技术规范书规定的氢复合处理能力的前提下尽量减少催化板装填量、尺寸及重量，同时提高设备的抗震性能和抗气流载荷冲击性能；通过试验数据绘制氢气浓度监测仪表温度差与氢气浓度的拟合试验曲线和单值函数关系，建立严重事故环境模拟器，开展氢气浓度监测仪表整机性能试验；建立安全壳大气配置系统模拟严重事故环境下安全壳大气环境，在文丘里水洗器研究安全壳气体喷放的流体力学特性，在排放管线和烟囱研究排放气体与空气的混合及氢气分布特性，利用充氮管线研究控制氢气聚集、稀释氢气浓度的措施；建立燃料厂房氢气控制技术实验装置，通过实验手段获得严重事故下燃料厂房的气体混合、对流、传热作用下氢气分布特性，验证氢气浓度分布分析软件并为氢气控制装置的布置设计提供科学依据。
九、“超设计基准事故缓解设备和系统研发”项目
该项目针对核电站全厂断电（SBO）和最终热阱丧失（LUHS）两种超设计基准事故条件下的预防及缓解技术方案开展专题研究，解决目前存在的500kV外电源可靠性降低、220kV辅助电源系统接入无明确规定、应急柴油发电机组在布置方面存在的火灾水淹隐患及容量配置原则不统一、附加后备发电机组设计标准及定位不统一等问题，保证核电厂供电系统的安全性。项目分“预防及缓解措施相关技术研究与开发”、“超基准事故工况下设备可用性研究”和“核电厂安全供电系统可靠性研究”三个子课题：
1.预防及缓解措施相关技术研究与开发
该课题主要研发内容包括：能动与非能动技术相结合的多样化的最终热阱技术研究、反应堆冷却剂泵轴封自密封技术研究、非能动硼酸注入技术研究与设备研发、小型核级汽轮发电机组研发、单层及双层安全壳适用的高效过滤排放装置研发、超设计基准适用的安全泄放阀门和隔离阀门研发、超设计基准适用的监测仪表（氢气、液位、温度、压力等）开发。
2.超基准事故工况下设备可用性研究
该课题目标是：通过对核电厂在超设计基准事故工况下安全级蓄电池、应急柴油发电机组、应急配电装置的可用性及主控制室的可居留性研究，发现存在的薄弱环节，并提出必要和可行的改进建议，提高其在超基准事故工况下的可用性及可居留性，从而降低压水堆核电机组堆芯损坏的概率和放射性向环境释放的风险。主要研发内容包括：主控室在超设计基准事故条件下的可居留性分析，安全级蓄电池、应急柴油发电机组及应急配电装置在超基准事故工况下可用性研究。
3.核电厂安全供电系统可靠性研究
该课题目标是：保证核电厂供电系统的安全性。主要研发内容包括：厂外主电源（500kV电力系统）“N－2”及“两个及两个以上接入点”接入原则研究、220kV厂外备用电源系统接入原则与方式研究、应急柴油发电机组可靠性研究、附加后备柴油发电机组作为替代电源的可行性方案研究、机组可靠性研究、一址多堆核电厂替代电源方案研究、设计基准范围内核电站失电及电源切换试验研究等。
十、“核事故放射性监测与辐射防护研究”项目
该项目针对核与辐射事故应急情况下人员的辐射安全问题，研究相应的放射性监测技术、环境迁移模拟技术和辐射防护技术，以减少确保公众及工作人员所受辐射剂量。项目分“核事故情况下放射性监测及其环境迁移模拟技术研究”和“核事故情况下辐射防护技术研究”两个子课题：
1.核事故情况下放射性监测及其环境迁移模拟技术研究
该课题目标是：开发包括安全壳内放射性气溶胶和碘取样装置和连续海水放射性监测系统在内的放射性监测技术，建立放射性核素在水体中的迁移规律。主要研发内容包括：近海岸海洋辐射监测集成技术研究、核电站反应堆事故情况下放射性碘及气溶胶取样材料研究、核电厂气载流出物辐射评估集合模型应用研究和核事故情况下放射性液态污染物在近海海域迁移扩散规律研究。技术方案是：从探测器设计、刻度装置设计和解谱软件研发入手，建立海洋辐射监测集成技术；通过滤材研制实现反应堆事故情况下放射性碘及气溶胶取样技术；应用多尺度模拟和不同大气扩散模式集合技术研究气载流出物的辐射评估集合模型；通过调研现有实验数据和资料，整理分析关键核素及关键参数，开展水体吸附实验，建立近海海域迁移扩散规律。
2.核事故情况下辐射防护技术研究
该课题目标是：实现强辐射、复杂照射情景下工作人员所受剂量的快速准确评估，通过研发综合性应急救援人员防护措施和强辐射条件工作机器人，减轻人员所受辐射剂量。主要研发内容包括：事故受照人员剂量快速模拟重建与生物剂量估算技术研究、基于便携式仪器的人体内污染快速测量技术研究、核电站事故后强辐射场远距离遥控探查监测装置研制、事故情况下应急救援人员防护措施研究和事故后人员表面污染监测新技术研究。技术方案是：结合物理实验和计算机模拟建立受照人员剂量估计方法；根据国际有关标准开展实验与集成软件开发，完成内污染快速测量技术研究；通过优化屏蔽设计和耐辐照实验解决机器人仪控的抗辐射问题；结合反应堆源项分析、剂量快速评价、三维模拟、远距离工具研制开发综合性应急防护措施；制作高性能探测器，设计配套数据获取与处理单元，建立表面污染监测新技术。
十一、核事故放射性废水应急处理技术及工艺研究
该项目借鉴日本福岛事故中放射性废水处理的经验教训，针对突发核事故情况下污染场景、污染类型复杂多变的实际情况，建立吸附—膜技术耦合的集成工艺，利用吸附技术快速大幅度降低废水的放射性活度，利用膜技术实现精处理与终极保障功能。通过研究，研制可移动式放射性废水应急处理装置样机。项目分为“放射性废水应急处理的吸附材料及反应装置研究”和“放射性废水应急处理的膜技术研究及工艺集成”两个子课题。
1.放射性废水应急处理的吸附材料及反应装置研究
该课题主要研发内容包括：借鉴日本福岛事故中放射性废水处理的经验教训，研制高效、稳定、简单、对现场条件要求较低的吸附反应装置，快速大幅度地降低废水的放射性活度，以应对突发核事故情况下污染场景、污染类型复杂多变的实际情况。研究中，重点解决吸附材料反应速度慢、固定填充床式反应器易被废水中油类或者其它杂质污染的问题。技术方案是：针对含量高、半衰期长的Cs、Sr等核素，制备从高含盐量放射性废水中吸附痕量核素的高效无机吸附材料；将磁核包覆技术引入材料制备环节，开发新型微米级磁性复合吸附剂，反应快，易分离；构建磁絮凝反应器，在投加磁性吸附剂的同时，投加磁粉＋絮凝剂/助凝剂，通过强化絮凝、磁分离手段，在去除放射性物质的同时，去除水中的悬浮物、胶体、有机物、油类污染物等，保护后续膜工艺的正常运行。
2.放射性废水应急处理的膜技术研究及工艺集成
该课题主要研发内容包括：研究建立膜集成工艺，作为吸附单元的后续工艺，实现事故情况下放射性废水精处理与终极保障功能，确保满足环境排放要求；研究构建吸附—膜技术耦合集成工艺路线，形成可移动式放射性废水应急处理装置样机。技术方案是：针对核事故情况下污染类型复杂多变的实际情况，研究保障膜工艺稳定运行的措施与方法；评价不同类型膜组件的性能，进行工艺优化，提高浓缩倍数与去污效率；利用连续电除盐技术进行精处理，确保满足环境排放要求；研制可移动式放射性废水应急处理装置样机，处理规模达到1m3/h，液态流出物满足环境排放要求；在选定工况条件下优化工艺参数，延长运行考察工艺的稳定性与可靠性。
